研究性重水反应堆工艺管水力特性实验

一、概述中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆,于1958年开堆时发现,当反应堆处于满负荷的正常运行状态时,重水泵的磨损指示器中气体增长非常迅速,经十五分钟即将指示器充满(约0.3升);当重水泵在1500转/分运行时,气体增长的速度更加显著。试验证明,气体是来自反应堆内部。由于活性区液面气泡层的存在,会降低反应堆的反应性并影响重水泵的正常工作。     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

韩国月城核电厂发生重水泄漏事故

【因特网 1 999年 1 0月 6日报道】　据韩国政府透露 ,韩国一核电厂在维修期间发生一起放射性水的泄漏事故 ,2 2名工作人员受到小剂量射线照射。科技部的报告说 ,距汉城东南 1 90英里的月城核电厂 ,在事故期间约泄漏出 1 2加仑“重水”。报告说 ,放射性水被控制在厂内 ,没有泄入环境。这次泄漏是自日前邻国日本至少 4 9人受到射线照射以来最严重的一起核事故。受到射线照射的都是韩国电力公司的雇员 ,该公司在月城营运着 3座核动力堆。加拿大设计的反应堆是用重水 ,重水的性能类似普通水 ,但它的含氢量比普通水多。天然重水不带放射性 ,但在…     

基于密度法的重水浓度在线监测技术研究

重水作为重水反应堆的慢化材料,其浓度直接影响反应堆的性能。重水浓度分析一般在反应堆长时间停堆剂量下降后进行。本工作通过离线式密度仪对不同浓度重水标准样品进行密度测量,建立密度法测量高浓度重水的工作曲线,设计重水在线监测初步方案,在反应堆运行时监测重水浓度。     

研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测定

本文报道中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测量方法和结果。1985年度,堆运行4440h,平均热功率为11MW,堆厂房地下室、大厅、1—3楼走廊和实验室等区域,全年累积的场所中子、γ剂量当量分别为12.2、11.6、0.45和0.23cSv,任一工作区内,中子剂量当量的份额小于21%;堆厂房工作人员个人中子、γ年剂量当量约为0.49cSv,以γ剂量当量为主。对测量方法作了现场比较。     

研究性重水反应堆改建中的辐射剂量监测

一、引言 研究性重水反应堆的改建,不仅需要工作人员在强γ辐射场下操作,而且需要操作高强度开放性放射性物质,这些放射性物质主要是~(60)Co等活化产物。由于1977年5月9日发生了考验元件熔化事故,烧穿了辐照管,使大量裂变产物进入堆内,虽然对重水进行了净化处理,但仍然有相当数量的裂变产物沉积在一回路中,这些放射性物质还包括~(137)Cs和~(90)Sr等裂变产物。     

反应堆重水再浓缩的工业方法

本文系统地介绍了回收研究性重水反应堆中被稀释和污染的重水的工业方法。对减容电解流程中的氢氧合成装置和蒸馏塔有所改进——设计了用催化剂合成爆鸣气的新装置,几乎百分之百的回收重氢,并且安全可靠;还设计了一座间歇操作的三管蒸馏塔,操作简便、灵活性大。电解和蒸馏配套,可以处理不同浓度的稀重水。在工作过程中,针对放射性沾污的特点,采取了相应的安全措施。     

重水研究性反应堆主热交换器泄漏事故处理

本文介绍了重水研究性反应堆主热交换器的一次重水泄漏事故的发现、定位及处理经验。     

红外吸收光谱法测定高浓度重水

本文建立了高浓度重水分析方法,其具有快速、简便、用量少、样品无需处理可直接测定的优点。本方法精密度高,测定浓度为99.80%时,相对标准偏差小于0.001%;在浓度范围为99.92%～99.67%时,线性相关系数R=0.999 9。高浓度重水的红外吸收光谱法已用于研究堆重水监测,能准确快速反映系统的重水浓度,为重水反应堆的安全运行提供重要参数。     

加拿大两公司竞相出售重水

【美国《核燃料》1988年2月号第7页报道】加拿大人现在虽然供应着世界重水市场的大约85％,但约1700万加拿大元的出口销售,几乎没有减少加拿大原子能有限公司(AECL)和安大略水电公司的库存。加拿大原子能有限公司现有价值7亿加拿大元的重水存货,安大略水电公司年产超过其本身需要的价值约为2亿加拿大元的重水。这两家公司都竭力多卖一些重水。     

我国第一座研究性重水反应堆运行廿年的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆运行20年来的辐射防护工作。工作人员所受集体剂量当量共计1537.59man·rem;平均每人每年受剂量当量0.62rem;反应堆运行1MWY 平均付出的集体剂量当量为34.63man·rem。释放到环境中的放射性物质低于容许限量。对工作人员全面医学检查结果,未见可资诊断的辐射损伤者。一回路磨损腐蚀产物活化生成的~(60)Co 是造成内外照射的主要核素之一。     

红外光谱法在线测量高浓度重水

为了准确、快速、安全定量工艺系统中的高浓度重水,采用离线式傅里叶变换红外光谱仪,以空光路状态下的单光束谱为背景光谱,得到不同浓度标准重水样品的红外吸收光谱,对3410cm^-1处重水浓度与吸光度进行线性拟合,建立红外光谱法测量高浓度重水的工作曲线。在此基础上,设计重水在线测量方案,实现高浓度重水在线测量。结果表明,测量浓度为99.85%的重水时,相对标准偏差优于0.01%。重水浓度范围为99.06%~99.98%时,线性相关系数R²=0.999 9。该测量方法准确、快速、无损样品、无放射性辐照等,可拓展到其他浓度段重水在线测量。     

红外光谱法在线测量高浓度重水

为了准确、快速、安全定量工艺系统中的高浓度重水,采用离线式傅里叶变换红外光谱仪,以空光路状态下的单光束谱为背景光谱,得到不同浓度标准重水样品的红外吸收光谱,对3 410 cm~(-1)处重水浓度与吸光度进行线性拟合,建立红外光谱法测量高浓度重水的工作曲线。在此基础上,设计重水在线测量方案,实现高浓度重水在线测量。结果表明,测量浓度为99.85%的重水时,相对标准偏差优于0.01%。重水浓度范围为99.06%～99.98%时,线性相关系数R~2=0.999 9。该测量方法准确、快速、无损样品、无放射性辐照等,可拓展到其他浓度段重水在线测量。     

重水堆核电厂运营管理分析

重水管理是重水堆核电厂特有的一项技术管理工作。电厂从调试到运行初期,秦山三厂的重水管理以对重水流动情况的控制为重点,突出日常工作中的跟踪和监管,并保证一定的风险承受能力。为进一步提升重水管理水平,秦山三厂建立了以降低重水损耗为主要目标的重水管理模式,历经多年的努力,除实现了重水管理的程序化和规范化外,重水损耗也大大降低,降低到了电厂运行初期的1/4,设计值的1/8,达到世界重水堆核电厂的先进水平,产生了巨大的经济效益、环境效益和社会效益。文章结合秦山三厂重水品质提升已经取得的实际成效,通过对重水浓度、反应性、平均卸料燃耗的计算,分析得出提升慢化剂重水品质可以节省大量的燃料费用。文章以多年的实践总结、理论计算为基础,对慢化剂重水升级塔提纯存在的问题及解决方式做了详细的分析,对于影响冷却剂浓度的相关因素也做了初步探讨,展望了今后秦山三厂重水管理工作的重点及改进方向。     

生产重水的新方法

在英国设计了一个重水生产工厂,重水的年产量为31吨;工厂投资约600万美元,1公斤产品价格预计为47.5美元,由于在生产过程中同时浓集了另一种同位素N~(15),产品价格可能降低,生产过程按下列流程图进行(见图)。     

改进断源法测量吸收棒的效率

一、引言跳源法是刻度控制棒效率、测量负反应性的常用方法之一。对于重水堆,由于存在光致缓发中子,要想使跳源前堆内中子水平真正达到平衡要等待相当长的时间,跳源后,等待全部缓发中子衰减完也需很长时间。文献[1]中对经典的断源法作了改进。本实验对此作了进一步改进,预先置定的加源时间由5分钟缩短到100秒和50秒,这样即可缩短实验周期,也可延长中子管的便用时间。有源时,中子数随时间的变化由常数处理变为按折线近似,这样可以进一步提高测量结果的精度。另外采用断开主脉冲的办法代替断开中子管阴极电压。整个测量过程随分析器启动、关闭,而开始、停止,加源,断源自动进行。     

阿根廷目前的核发展情况

阿根廷目前核发展情况如下:重水生产 1979年初,阿根廷开始建造了一座重水试验工厂,每年约生产3吨重水。据报道,该厂是根据公开的技术由阿根廷自己设计的。1980年,阿与瑞士苏尔泽公司达成协议,购买一座重水厂,将于今秋开始兴建。该厂的生产能力为250吨重水/年。重水厂的精密设备和部件将由苏尔泽工厂建造,土建工程和工厂的组装,都在苏尔泽公     

NP工程重水、氦气等系统施工设计

由反应堆工程研究设计所研究堆设计部承担的NP工程重水、氦气等系统的施工设计于2001年底基本完成,设计图纸、文件已递交给总包院上海核工程研究设计院。研究堆设计部具体负责重水系统、氦气系统、真空系统、重水净化系统、重水浓缩系统及重水化学实验室的设计,包括工艺设计、非际设备设计及与此相关的仪表及电气设计。 重水系统包括重水循环冷却系统及第二停堆系统。重水循环冷却系统主要由重水箱、重水溢流箱、重水泵、重水换热器及相应的阀门、管道组成。其中,重水换热器为板式换热器,该系统的功能是将重水箱中产生的热量经过重水换热器传给二次冷却水系统,其主要设计参数:重水箱发热功率1MW;系统压力0.4 MPa;系统流量160m3/h;重水箱重水进口温度40℃:重水箱重     

装卸料机重水泄漏原因及对策研究

重水堆核电站在换料和卸料过程中,装卸料机主要密封处均存在不可避免的重水泄漏。由于装卸料机设计部门未充分考虑密封泄漏重水的收集措施,在核电站运行初期造成重水泄漏损失及增加运行成本。通过对装卸料机重水泄漏原因的细致分析,提出了针对装卸料机密封泄漏重水的收集对策。实践证明,这些重水收集措施可以有效减少装卸料机重水泄漏损失,降低反应堆厂房空气中的氚水平,有利于运行和维修人员工作环境的改善,对节约电站运行成本和提高电站的运行绩效具有重要意义。     

重水堆运行监督中的几个特殊问题探讨

秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.